自然安全的BREST铅冷快堆——现代核能体系中最具发展潜力的堆型Lead-cooled Natural Safe Fast Reactor BREST——the most Potential Reactor in the Modern Nuclear Power System
肖宏才
摘要(Abstract)：
目前投运核电厂主要采用热中子反应堆,其共同的欠缺有两点:一是天然铀的有效利用率只有1%左右;二是其乏燃料包含半衰期极长的裂变产物。只有在快中子能谱范围内,天然铀才能得到最良好的利用,长半衰期超铀元素的裂变截面大于其吸收截面,可在快堆中用作核燃料或被嬗变。因此,为了使核能真正成为国家能源体系的主要支柱,快中子增殖堆是其不可或缺的重要组成部分。目前人类面临的能源保障及环保双重压力,正催促快堆的加速发展。近20年的研究成果表明,铅冷快堆是最具发展潜力与现实性的堆型。本文全面分析了铅冷快堆的自然安全性能,并推荐采用具有完全非能动安全冷却系统的压水堆与铅冷快堆组合成自然安全且立足于现有成熟技术的核能体系,全面满足对现代核能提出的各项要求,为人类社会可持续发展提供无时限的大规模清洁能源保障。
关键词(KeyWords)： 核能;自然安全;快中子增殖堆;铅冷快堆;现代核能体系;能源保障;环保
基金项目(Foundation):
作者(Author): 肖宏才
参考文献(References)：
- [1]Naturally safe Lead-cooled Fast Reactor for Large-scale Nuclear power.General Editors:Prof.E.O.Adamov,Prof.V.V.Orlov.Moscow 2001.
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